電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)
報告書データベース 詳細情報
報告書番号
T99092
タイトル(和文)
水リーク事故発生頻度に着目したFBR用二重管SGの信頼性
タイトル(英文)
Reliability of Double-Wall-Tube Steam Generator for FBR Considering Water Leak Accident Frequency
概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)
FBRの早期実用化のために、その建設コストの低減が要求されている。二重伝熱管SG(二重管SG)を導入することで、中間熱輸送系を削除したプラント概念は、有望否概念の一つである。水リーク事故(ナトリウム-水反応事故)に対する信頼性は、事故緩和システム設計に強く影響を与える。水リーク事故を設計基準を超えたものとする発生頻度1E-7(1/ry)以下に抑えるための、二重管SGの設計アプローチについて検討した。内外管の癒着を避けるための信頼性を確保する溶接法は複雑で困難であることから、レファレンス設計では管-管溶接は採用しなかった。管-管板溶接だけからなるSGを設計した。先行SGの破損事例から、溶接部の破損頻度は、内管で1E-10(1/hr)、外管で1E-9(1/hr)と評価された。伝熱管の破損検出要求時間は、30-60分である。
概要 (英文)
For early realization, a fast breeder reactor (FBR) is required to reduce construction cost. A reactor concept in which the intermediate heat transport system is eliminated by introducing a double-wall-tube steam generator is one convincing approach. The reliability of the double-wall-tube SG in a water leak accident (sodium-water reaction accident) due to tube failure is strongly related to the mitigating system design. The safety design of the double-wall-tube SG approach is investigated to limit the accident occurrence below 10-7 (1/ry. A tube-to-tube weld is excluded from the reference design, because the welding process is too difficult and complicated to effectively prevent adhesion of the double-wall-tube. The reliability of the tube-to-tube plate was evaluated at 10-10 (1/hr) for an inner tube and 10-9 (1/hr) for an outer with reference to the failure experience of previous SGs. The failure must be detected within 30 to 60 minutes.
報告書年度
1999
発行年月
2000/08
報告者
担当 | 氏名 | 所属 |
---|---|---|
主 |
植田 伸幸 |
狛江研究所原子力システム部 |
共 |
木下 泉 |
狛江研究所原子力システム部 |
共 |
西 義久 |
狛江研究所原子力システム部 |
キーワード
和文 | 英文 |
---|---|
高速増殖炉 | FBR |
二重管 | Double-Wall-Tube |
蒸気発生器 | Steam Generator |
水リーク | Water Leak |
安全性 | Safety |